A kritikus hőfluxus (Critical Heat Flux - CHF) jelensége a forráskrízisek csoportjába tartozó, összetett termohidraulikai folyamat. Olyan esetekben léphet fel, ahol forrásos hőátadás valósul meg és a felületi hőfluxus értéke túllépi az adott geometriához és áramláshoz tartozó kritikus határértéket. A CHF fellépése esetén a hőátadási tényező jelentősen lecsökken és a fűtött felület hőmérséklete hirtelen megemelkedik, ami legtöbbször a berendezés tönkremeneteléhez vezet. Atomerőművek esetében az üzemanyagot a hűtőközegtől az üzemanyag burkolata választja el. Amennyiben ez a burkolat megsérül, sugárzó anyagok jutnak a primerköri hűtőközegbe és elszennyezik a primerkört. Emiatt a kritikus hőfluxus jelensége fontos szerepet játszik atomerőművek tervezésénél és üzemeltetésénél. Az MTA EK-nál demonstrációs és vizualizációs célból megépítettük az ACRIL mérőhurkot a CHF vizsgálatára. A berendezésen jól tanulmányozható a kritikus hőfluxus jelensége alacsony nyomás és tömegáramok mellett. A tesztszakasz egy belül tömör, 6 mm átmérőjű, 454 mm hosszúságú rozsdamentes acélrúd. A külső fűtetlen cső hőálló üvegből készült, belső átmérője 16,3 mm. A berendezésen méréseket végeztünk a CHF értékének meghatározására különböző üzemállapotokban. A kísérletekben a nyomást 110-225 kPa értékek között változtattuk, a tömegfluxus értéke 49,88-108,53 kg/(m2s), a belépő víz aláhűtési entalpiája 12,5 kJ/kg volt. A mérési eredményeinket öt korrelációval hasonlítottuk össze.

Critical Heat Flux (CHF) is a complex process, which is a boiling crisis phenomenon. The boiling may lead to CHF, if the heat flux exceeds a given limit. The limit depends on the geometry and other flow properties. If CHF occurs, the heat exchange coefficient significantly decreases causing the overheating of the surface, which usually leads to the destruction of the heater. In most nuclear reactors the fuel and the coolant is separated by the fuel cladding. If the cladding becomes inhermetic the fission products from the fuel could get into the coolant. Therefore, the CHF phenomenon plays a pivotal role in nuclear industry. In order to study the CHF at low flow and low pressure conditions our research group built an experimental mockup at MTA EK. The mockup serves demonstration and visualization purposes as well. The annular test section of the mockup consists of two parts: a heated solid rod (heated length of 454 mm and outer diameter of 6 mm) and an outer unheated pipe made of PYREX glass (inner diameter of 16.3 mm). In order to determine CHF values we carried out measurements at various operating points. The pressure varied in the range 110-225 kPa, the mass flux value was between 49.88 and 108.53 kg/(m2s), the subcooled enthalpy was around 12.5 kJ/kg. We compared our measured data with the correlations of other research teams.